核岛反应堆堆内构件对中测量工作手册
本文主要描述核电站反应堆堆内构件安装过程中，如何运用NL天底仪、千分尺平移台和精密水准仪、配以辅助工装，建立高精度基准视线、进行水平度测量和垂直对中测量的方法，以确保反应堆堆内构件安装过程中的要求与质量。
1.准备工作
1.1先决条件
反应堆堆芯压力容器定位安装调整完毕，堆内构件制造出厂运至现场并组装放在存放架上，对中测量所需的特殊工装已到位，现场照明满足要求，具备在反应堆压力容器内进行堆内构件垂直对中测量的条件。
堆内构件对中测量专项方案报验并已批复。
1.2技能水平
1)、测量人员须具有相应的资格，具有完成核岛反应堆堆内构件对中测量所需的技能；
2)、测量人员必须具有一定的核电测量工作经验；
3)、测量人员必须是经过专业培训考试合格并取得资格的人员。
技能水平
1.3主要测量仪器
1)、测量仪器采用高精度NL天底仪（其对点精度1/200000）、GMT5直角千分尺平移台、NA2+GPM3精密水准仪；
2)、光靶、光靶工装具（厂家提供）、框式水准及1M铟钢尺；
3)、上述主要测量仪器，应在标定有效期内并具有有效的鉴定合格证，相关测量附件，基座、脚架均需进行校正和检查。
1.4施工场地
1)、堆内构件对中测量是一项非常精密的测量工作，对环境要求严格，凡进入堆芯测量区人员必须穿白色连体工作服；
2)、对中测量时应避免强热电源如电、气焊和杜绝烟雾及灰尘，以免影响成象质量和测量精度；
3)、由于压力容器内部较暗，为保证成像清晰，现场及压力容器内部需增大照明亮度。
2.施工技术参数
2.1反应堆堆内构件对中孔确定
1)、堆内构件是按核岛厂房轴线安装就位，堆内构件0°—180°主轴由位于G3、G11位置的孔的中心连线确定，90°—270°主轴由位于C7、L7位置的孔的
中心连线确定；
2)、堆内构件是指上部堆内构件和下部堆内构件即下堆芯板、上堆芯板、上支承板共三层G3、G11、C7、L7四个位置的孔中心对中测量，孔位置见下图；
2.2反应堆堆内构件安装的相关图纸技术要求
1)、堆内构件上堆芯板的主轴与下堆芯板的主轴错对中量应小于0.25mm；
2)、堆内构件上堆芯板的主轴交点与下堆芯板的主轴交点错对中量应小于0.25mm；
3)、H面（吊篮支撑面）水平度允许公差≤0.16mm；
3.详细描述
3.1堆内构件间隙检查
1)、安装人员和测量人员带上光靶和工装具、照明灯、进入上下堆芯板，随着堆内构件吊装进入压力容器，安装人员进行堆内构件间隙的检查。
2)、安装人员检查完堆内构件间隙，开始测量堆内构件H面（吊篮支撑面）水平度；
3)、将NA2+GPM3精密水准仪安置在堆内构件上支承板中心上，测量0°、90°、180°、270°四个方向H面（吊篮支撑面）水平度；
4)、观测时采用等距观测，目的是为了消除i角误差，提高H面（吊篮支撑面）水平度的测量精度。
3.2对中测量
1)、上支承板测量人员将千分尺平移台与天底仪架设在G3孔位正上方，调平，其中千分尺平移台的两个螺旋测微器分别大致指向X轴和Y轴的正方向，仪器采用常规架设方法，架设时，脚架采取防滑和防划伤措施，以避免仪器滑倒和划伤堆内构件上支承面；
2)、下堆芯板测量人员在G3孔位置装好工装具、插好光靶，并将照明灯照准光靶中心位置；
3)、上支承板测量人员通过调整脚架和基座使天底仪与下堆芯板G3孔的光靶中心基本对中。然后，旋转千分尺平移台的螺旋测微器使天底仪“十”丝字中心与下堆芯板G3孔的光靶中心重合，分别记录X、Y方向螺旋测微器读数，X、Y的方向应与反应堆厂房轴线方向保持一致；
4)、上堆芯板测量人员在G3孔位置装好工装具、插好光靶，并将照明灯照准光靶中心位置；
5)、上支承板测量人员通过调节千分尺平移台的螺旋测微器使天底仪“十”丝字中心与上堆芯板G3孔的光靶中心重合，分别记录X、Y方向螺旋测微器读数；
6)、对中堆芯板孔读数时，将天底仪分别转至0°、90°、180°、270°四个方向进行X和Y方向读数，将上堆芯板四个方向X和Y读数与下堆芯板四个方向X和Y读数的差值进行平均，取平均值作为最后的主轴错对中量数据，主轴交点错对中量的计算为S=2+Y2
7)、转动天底仪时，不得转动千分尺平移台；
8)、G11、C7、L7孔位对中测量方法与G3孔对中测量方法一致。
3.3编制测量资料
核岛反应堆堆内构件对中测量完成后，整理成果资料如实反映测量成果。4.施工安全措施
1)、在测量过程中应注意上下施工对人员、设备的伤害；
2)、在测量过程中应加强对测量仪器的保护意识，防止碰摔，确保仪器正常
使用；
3)、在吊装堆内构件配合工作中，测量人员必须遵守吊装的安全和预防措施；
4)、在测量过程中，应加强对堆内构件设备的保护意识；
5)、人员必须遵守和执行现场施工的其他各项安全规范和要求。
核电站工作原理 它是以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，来加热水使之变成蒸汽。蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电。一般说来，核电站的汽轮发电机及电器设备与普通火电站大同小异，其奥妙主要在于核反应堆。 核电站除了关键设备——核反应堆外，还有许多与之配合的重要设备。以压水堆核电站为例，它们是主泵，稳压器，蒸汽发生器，安全壳，汽轮发电机和危急冷却系统等。它们在核电站中有各自的特殊功能。 主泵如果把反应堆中的冷却剂比做人体血液的话，那主泵则是心脏。它的功用是把冷却剂送进堆内，然后流过蒸汽发生器，以保证裂变反应产生的热量及时传递出来。 稳压器又称压力平衡器，是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。 蒸汽发生器它的作用是把通过反应堆的冷却剂的热量传给二次回路水，并使之变成蒸汽，再通入汽轮发电机的汽缸作功。 安全壳用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，以保护公众免遭放射性物质的伤害。万一发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时，安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器。 汽轮机核电站用的汽轮发电机在构造上与常规火电站用的大同小异，所不同的是由于蒸汽压力和温度都较低，所以同等功率机组的汽轮机体积比常规火电站的大。 危急冷却系统为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故的发生，近代核电站都设有危急冷却系统。它是由注射系统和安全壳喷淋系统组成。一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果，限制事故蔓延。 注： 核裂变是一个原子核分裂成几个原子核的变化。只有一些质量非常大的原子核像铀(yóu)、钍(tǔ)等才能发生核裂变。这些原子的原子核在吸收一个中子以后会分裂成两个或更多个质量较小的原子核，同时放出二个到三个中子和很大的能量，又能使别的原子核接着发生核裂
1、 H 和O 在1000eV 到1eV 能量范围内的散射截面似为常数，分别为20b 和38b.计算2H O 的ξ以及在2H O 和中子从1000eV 慢化到1eV 所需要的碰撞次数。 解：不难得出，2H O 的散射截面与平均对数能降应有下列关系： 2 2 2H O H O H H O O σξσξσξ?=?+? 即 2(2)2H O H O H H O O σσξσξσξ+?=?+? 2 (2)/(2)H O H H O O H O ξσξσξσσ=?+?+ 查附录3，可知平均对数能降： 1.000H ξ=，0.120O ξ=，代入计算得： 2 (220 1.000380.120)/(22038)0.571H O ξ=??+??+= 可得平均碰撞次数： 221ln()/ln(1.0001)/0.57112.0912.1C H O N E E ξ ===≈ 2．设 ()f d υυυ''→表示L 系中速度速度υ的中子弹性散射后速度在υ'附近d υ'内的概率。 假定在C 系中散射是各向同性的，求()f d υυυ''→的表达式，并求一次碰撞后的平均速 度。 解： 由： 21 2 E m υ'= ' 得： 2dE m d υυ'='' ()(1)dE f E E dE E α' →''=- - E E E α≤'≤ ()f d υυυ''→=2 2,(1)d υυαυ '' -- αυυυ≤'≤ ()f d αυ υ υυυυ= '→'' 322(1)3(1)υ αα= -- 6.在讨论中子热化时，认为热中子源项()Q E 是从某给定分解能c E 以上能区的中子，经过弹性散射慢化二来的。设慢化能谱服从()E φ/E φ=分布，试求在氢介质内每秒每单位体积内由c E 以上能区，（1）散射到能量为()c E E E <的单位能量间隔内之中子数()Q E ;（2）散射到能量区间1g g g E E E -?=-的中子数g Q 。 解：（1）由题意可知： ()()()()c E s Q E E E f E E dE φ∞ = ∑'''→'? 对于氢介质而言，一次碰撞就足以使中子越过中能区，可以认为宏观截面为 常数： /()()()c E S E Q E E f E E dE α φ= ∑''→'?
二、施工测量的工作划分 1、控制测量包括： （1）开工前的交桩和接桩； （2）控制网建立，导线点加密，基线的铺设和测量； （3）控制水准点的布设和测量。 2、定位测量包括： （1）测放样路线中桩、路线用地界桩、路堤坡脚桩和控制桩等； （2）测放构造物的轴线点位，桩与柱的中心定位； （3）墩台的中轴线位等。 3、现场放样：包括测放构造物的轴线和轮廓线，路线中线和边线等。 4、工程计算的测量。 5、中间交工和竣工验收测量。 三、测量工作的管理 1、施工单位测量工作的组织。 （1）施工单位必须有一位有经验的测量工程师负责施工的测量放样工作，并有固定的专业测工从事测量工作。 （2）施工单位使用的测量仪器必须定期由国家主管部门进行标定，证明精定合格后，方可使用。 2、监理测量工作的组织 监理组设测量监理工程师一人，工程师助理2人，配置经过标定的测量仪器，负责所管工程范围内全部测量的监理工作。测量监理工程师应巡视和检查全站测量工作的情况，指导和检查全路线的测量工作。 3、工作关系 施工单位测量组负责施工测量工作的实施，在工作全过程中必须严格按本细则的监理程序执行，全面接受监理组的监理。监理组对本段的测量放样负有全面监理责任，并严格按本细则规定的监理程序实施监理。测量监理工程师应对放样的成果进行复核和签证。 四、监理程序及工作内容 1、交接桩的监理工作程序 （1）由设计单位按图纸到现场交桩和提交桩点坐标，包括导线桩、水准点等。 （2）施工单位接桩后，应在14天内对全路线导线进行复测，复测导线时，必须和相邻施工段的导线闭合经平差计算，测量精度应满足设计要求。 （3）施工单位复测后，认为各桩点坐标高程值符合精度要求，即可书面表示接受并负责保护直至竣工。若有错误桩点的编号和经复测量计算的坐标或高程值报测量监理工程师。（4）施工单位在复测结束后，应向监理组提交一份桩位复测报告，交测量监理工程师审核，报告应包括： a、全部复测的记录（导线水平角观测记录、测距记录、四等水准测量记录）。 b、坐标、高程平差计算书，及计算结果 （5）监理组审核了复测报告之后，认为测量无误，桩位准确，即可批准按原设计提供的导线桩点坐标和水准点高程进行测量控制；若有错误，则请设计单位复测并对有错误的桩位坐标进行更正。 2、控制测量的监理程序 （1）导线点加密的监理程序 a、由施工单位负责埋桩和测量，并计算桩位坐标。 b、施工单位将测量的全部记录和计算书上报驻地办。
核反应堆是核电站的心脏，它的工作原理是这样的： 原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核，引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气，推动气轮机发电。由此可知，核反应堆最基本的组成是裂变原子核＋热载体。但是只有这两项是不能工作的。因为，高速中子会大量飞散，这就需要使中子减速增加与原子核碰撞的机会；核反应堆要依人的意愿决定工作状态，这就要有控制设施；铀及裂变产物都有强放射性，会对人造成伤害，因此必须有可靠的防护措施。综上所述，核反应堆的合理结构应该是：核燃料＋慢化剂＋热载体＋控制设施＋防护装置。 还需要说明的是，铀矿石不能直接做核燃料。铀矿石要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序，制成有一定铀含量、一定几何形状的铀棒才能参与反应堆工作。 热堆的概念：中子打入铀－235的原于核以后，原子核就变得不稳定，会分裂成两个较小质量的新原子核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产生巨大能量的同时，还会放出2～3个中子和其它射线。这些中子再打入别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变又产生新的中子和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后，再引起新的核裂变，由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态，这种中子被称为热中子。堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆（简称热堆）。热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀－235等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。链式反应就是在堆芯中进行的。反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。 轻水堆――压水堆电站自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。目前，热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。压水堆核电站压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。压水堆由压力容器和堆芯两部分组成。压力容器是一个密 封的、又厚又重的、高达数十米的圆筒形大钢壳，所用的钢材耐高温高压、耐腐蚀，用来推
《核反应堆物理分析》85页扩散理论习题解答二 21 解：（1）建立以无限介质内任一点为原点的球坐标系（对此问题表达式较简单），建立扩散方程： 即：2a D S φφ??+Σ=2a S D D φφΣ??=?边界条件：i.,ii.0φ<<+∞()0,0J r r =<<+∞ 设存在连续函数满足： ()r ?222,(1)1(2)a S D D L φ?φ???=???Σ?=??可见，函数满足方解形式：()r ?exp(/)exp(/)()r L r L r A C r r ??=+由条件i 可知：C =0， 由方程（2）可得：()()/a r r S φ?=+Σ再由条件ii 可知：A =0，所以： /a S φ=Σ 0） ，x >0S D ?,iii.()(0)/2a x t φ′=?Σlim ()0x J x →∞ =)exp(/)exp(/)/a x A x L C x L S =?++Σ//()x L x L J x D e e dx L L ?=?=?由条件ii 可得：0 lim ()()()22a a x a a AD CD t S tL S J x A C C A A C L L D →′′=?=?Σ++??=Σ++ΣΣ由条件iii 可得：C =0
所以：(22(1)a a a a tL S S A A A D D tL ′?=Σ+?=Σ??Σ′Σ//()[12(2/)(1)x L x L a a a a a a te S S S x e D t D L tL φ??′Σ=+=?′ΣΣΣ+??Σ′Σ对于整个坐标轴，只须将式中坐标加上绝对值号，证毕。 22 解：以源平面任一点为原点建立一维直角坐标系，建立扩散方程： 2112 22221()(),01()(),0x x x L x x x L φφφφ?= ≥?=≤边界条件：i.;ii.;1200lim ()lim ()x x x x φφ→→=000 lim[()|()|]x x J x J x S εεε=+=?→?=iii.;iv.; 1()0a φ=2()0b φ?=通解形式：，111sinh(/)cosh(/)A x L C x L φ=+222sinh(/)cosh(/)A x L C x L φ=+122cosh(sinh()cosh(sinh()]x x x x C A C S L L L L ?++=（3）1/)sinh(/)a L A a L =?（4）22cosh(/)sinh(/) C b L A b L =联系（1）可得：12tanh(/)/tanh(/) A A b L a L =?结合（2）可得：222tanh(/)/tanh(/)1tanh(/)/tanh(/)SL b L SL D A A A D a L b L a L ?=??=+1/1tanh(/)/tanh(/) SL D A a L b L ??=+
测量工作程序 1建立工程测量控制网 1业主交接桩点后，项目上测量人员需对桩点保护，并保存好桩点资料及交接单。需进行加密控制的应仔细勘察地形选点，选用视野良好地方牢固，施工中不易被破坏地点为加密点。 2 控制点复核 首前项目上测量人员对控制点进行复核。然后由分公司组织对控制点进行二次复核。无误后，双方签字确认。项目部编辑复核成果报送监理单位。经监理签字方可使用。 3 施工前，应制定控制点复测周期。施工期间控制点如遇到较大的荷载或周围大量积水浸泡后。应立即进行控制网复测。根据，日期、方法、观测路线三个规定。 4测设复核标准和精度误差要求要统一。 5复测控制点时，应切入相邻标段控制点进行联测。 ▲！2图纸审核 1项目部接到图纸后，应立即会同分公司人员对图纸进行审核。审核后，双方签字确认。项目部将问题报送设计单位。 2对桥梁中心线定位及线形相关曲线要素审核。 3对分跨中心线里程的审核。 4对桥梁中心线与分跨中心线交点坐标及方位角的审核。 5对桥梁设计中线与桥梁结构中线偏位参数的审核。 6对桥梁中心线设计高程及两侧坡度、超高的审核。 7对自桥面以下--桥面铺装层、梁顶、梁底、垫石顶、墩柱顶、墩柱底、承台顶、承台底、垫层顶、灌注桩顶、灌注桩底、桥台处各部位设计高程的审核。 8 对桥梁各细部构造尺寸及预埋位置的审核。 9对桥梁外加工预制构件图纸尺寸的审核。 10对相关道路图纸的审核 3编写测量方案 3.1工程概况 3.2编制依据 3.3测量质量目标及保证措施 3.4测量复核程序 3.6测量人员组成结构 3.7测量仪器设备名称及效验日期 3.8施工中各部位测量控制 3.9测量人员安全措施 ▲！4图纸测量放样数据计算与复核 4.1图纸审核后，分公司和项目部测量人员分别对图纸重要部位 样数据进行计算。计算结果后，共同复核。无误双方签字 项目部将结果报送监理，经签字方可用于施工放样。 4.2 计算数据应采用计算机程序与手工验算相结合。
核电站的工作原理和结构 热堆的概念中子打入铀－235的原于核以后，原子核就变得不稳定，会分裂成两个较小质量的新原子核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产生巨大能量的同时，还会放出2～3个中子和其它射线。这些中子再打入别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变又产生新的中子和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应利用原子核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中子减速后，再引起新的核裂变，由于中子的运动速度与分子的热运动达到平衡状态，这种中子被称为热中子。堆内主要由热中子引起裂变的反应堆叫做热中子反应堆（简称热堆）。热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀－235等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。链式反应就是在堆芯中进行的。反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中
子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。轻水堆――压水堆电站自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。目前，热中子堆中的大多数是用轻水慢化和冷却的所谓轻水堆。轻水堆又分为压水堆和沸水堆。压水堆核电站压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂保持在120～160个大气压。在高压情况下，冷却剂的温度即使300℃多也不会汽化。冷却剂 把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，
核反应堆物理分析答案 第一章 1-1.某压水堆采用UO 2作燃料，其富集度为2.43%（质量），密度为10000kg/m3。试计算：当中子能量为0.0253eV 时，UO 2的宏观吸收截面和宏观裂变截面。 解：由18页表1-3查得，0.0253eV 时：(5)680.9,(5)583.5,(8) 2.7a f a U b U b U b σσσ=== 由289页附录3查得，0.0253eV 时：()0.00027b a O σ= 以c 5表示富集铀内U-235与U 的核子数之比，ε表示富集度，则有： 5 55235235238(1) c c c ε=+- 151 (10.9874(1))0.0246c ε -=+-= 25528 3 222M(UO )235238(1)162269.91000()() 2.2310() M(UO ) A c c UO N N UO m ρ-=+-+?=?==? 所以，26 352(5)() 5.4910()N U c N UO m -==? 28352(8)(1)() 2.1810()N U c N UO m -=-=? 28 32()2() 4.4610()N O N UO m -==? 2112()(5)(5)(8)(8)()() 0.0549680.9 2.18 2.7 4.460.0002743.2()()(5)(5)0.0549583.532.0() a a a a f f UO N U U N U U N O O m UO N U U m σσσσ--∑=++=?+?+?=∑==?= 1-2.某反应堆堆芯由U-235,H 2O 和Al 组成，各元素所占体积比分别为0.002,0.6和0.398，计算堆芯的总吸收截面(E=0.0253eV)。 解：由18页表1-3查得，0.0253eV 时： (5)680.9a U b σ= 由289页附录3查得，0.0253eV 时：112() 1.5,() 2.2a a Al m H O m --∑=∑=,()238.03,M U = 33()19.0510/U kg m ρ=? 可得天然U 核子数密度28 3()1000()/() 4.8210()A N U U N M U m ρ-==? 则纯U-235的宏观吸收截面：1(5)(5)(5) 4.82680.93279.2()a a U N U U m σ-∑=?=?= 总的宏观吸收截面：120.002(5)0.6()0.398()8.4()a a a a U H O Al m -∑=∑+∑+∑= 1-6 11 7172 1111 PV V 3.210P 2101.2510m 3.2105 3.210φφ---=∑???===?∑????
第三章 1.有两束方向相反的平行热中子束射到235U 的薄片上，设其上某点自左面入射的中子束强度为122110cm s --?。自右面入射的中子束强度为1221210cm s --??。计算： （1）该点的中子通量密度； （2）该点的中子流密度； （3）设2119.210a m -∑=?，求该点的吸收率。 解：（1）由定义可知：1221310I I cm s φ+---=+=? （2）若以向右为正方向：1221110J I I cm s +---=-=-? 可见其方向垂直于薄片表面向左。 （3）2122133119.21031010 5.7610a a R cm s φ---=∑=????=? 2.设在x 处中子密度的分布函数是：0(,,)(1cos )2x aE n n x E e e λμπ -Ω=+u r 其中：,a λ为常数， μ是Ωu r 与x 轴的夹角。求： （1） 中子总密度()n x ； （2） 与能量相关的中子通量密度(,)x E φ; （3） 中子流密度(,)J x E 。 解：由于此处中子密度只与Ωu r 与x 轴的夹角相关，不妨视μ 为视角，定义Ωu r 在Y Z -平面影上与Z 轴的夹角?为方向角，则有： （1） 根据定义： 004()(1cos )2x aE n n x dE e e d πμπ+∞ -=+Ω??u r 20000(1cos )sin 2x aE n dE d e e d ππ?μμμπ +∞-=+??? 00 (1cos )sin x aE n e e dE d π λμμμ+∞-=+?? 可见，上式可积的前提应保证0a <，则有： 0000()()(sin cos sin )aE x e n x n e d d a π πλ μμμμμ-+∞=?+?? 0002(cos 0)x x n e n e a a λλπ μ--=--?+=- （2）令 n m 为中子质量，则2/2()n E m v v E =?= 04(,)(,)()(,,)2x x E n x E v E n x E d n e e λπ φ-==ΩΩ=u r u r （等价性证明：如果不做坐标变换，则依据投影关
测量工作流程 一、前期准备 1、图纸审核领取图之后三日之内完成以下内容： （1）复印图纸，熟悉平面位置，查看、验算控制点坐标是否齐全，复核纵断面、坡度、高程、横坡、变坡点及结构层厚度并复核图纸之间是否有冲突。 （2）根据图纸确定所需测量工具，仪器的种类，数量，仪器自检。 （3）根据图纸选定应使用的图集并复印图集，确定检查井、管道、基础的类型，确定规范偏差，做好图纸会审前的准备工作，检查图纸是否存在问题。 （4）问题汇总，项目部总工参加图纸会审。 2、交桩：记录交桩时间、地点、接桩人（导线点至少3个点、水准点至少2个点） 并填写复印交桩记录供自己使用，原件当日交资料员保存。 3、导线点及水准点闭合，复核后发现导线点有误报项目经理，联系甲方解决，联 系建设单位、交桩人重新确定。如有两个以上标段同时交桩，复核完后及时沟通，两标段在交叉处相互复核水准点，导线点。 施工所需完成工作： （1）定中线控制桩 （2）中心桩保护 （3）确定拴桩方式，对中线控制桩进行拴桩 （4）保护拴桩点 （5）做中心桩、拴桩点标记，其保护措施可以采用砖砌、混凝土砌筑等方法。 （6）水准点闭合，导线点闭合，填写复核记录。
（7）选择合适的位置加密闭合水准点、导线点（满足通视条件），做好水准点、导线点标记并保护。 （8）根据控制桩放道路中心线、边线、红线。 （9）测量仪器及控制点每周至少复核一次并记录备查。 4、绘制施工现场平面图，统计现场障碍物等情况，布设里程桩。 5、复测现状高程，一般10-20米横断面复测一组数据，若现状情况较复杂，则适 当加密测量断面与复测点，保留原始记录，整理数据，绘制断面图，计算填挖方，做出结果并与施工图进行比较，将比较结果上报项目经理。 6、挖探沟，标识障碍物（种类、规格、深度，位置，所属单位，联系电话）制成 表格，绘制平面图，分发资料（项目经理、施工处长、总工、测量人员、资料员）。 二、排水施工测量 1、复核水准点、导线点。准备所用图纸、图集。根据每段沟槽底槽宽、挖深、放 坡计算上口线宽度，按以上计算出的数据进行放线。 2、开槽时控制中线、槽底宽、高程。中线随开槽进度钉桩放线，下口宽用尺做 栉子控制，遇井位时定出井位，配合施工处长指挥机械按检查井尺寸挖出井位。 3、管道安装前测定管道基础高程，整平、夯实后复测，将复测结果上报施工处 长。 4、定井位桩并在桩上标明井位。 5、管道安装：管道中心线放线，控制管顶高程（需计算顶面高程），根据检查井 尺寸预留管口净距。
压水堆核电站工作原理简介 核反应堆是核电动力装置的核心设备，是产生核能的源泉。在压水反应堆中，能量主要来源于热中子与铀-235核发生的链式裂变反应。 裂变反应是指一个重核分裂成两个较小质量核的反应。在这种反应中，核俘获一个中子并形成一个复合核。复合核经过很短时间（10-14s）的极不稳定激化核阶段，然后开裂成两个主要碎片，同时平均放出约2.5个中子和一定的能量。一些核素，如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241等具有这种性质，它们是核反应堆的主要燃料成分。铀-235的裂变反应如图1.3-1所示。 对于铀-235与热中子的裂变反应来说，目前已发现的裂变碎片有80多种，这说明是以40种以上的不同途径分裂。 在裂变反应中，俘获1个中子会产生2～3个中子，只要其中有1个能碰上裂变核，并引起裂变就可以使裂变继续进行下去，称之为链式反应。 由于反应前后存在质量亏损，根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系，质量的亏损相当于系统的能量变化，即ΔE＝Δmc2。对铀-235来说，每次裂变释放出的能量大约为200Mev（1兆电子伏=1.6×10-13焦耳）。这些能量除了极少数（约2％）随裂变产物泄露出反应堆外，其余（约98％）全部在燃料元件内转化成热能，由此完成核能向热能的转化。 水作为冷却剂，用于在反应堆中吸收核裂变产生的热能。高温高压的一回路水由反应堆冷却剂泵送到反应堆，由下至上流动，吸收堆内裂变反应放出的热量后流出反应堆，流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器的传热管将热量传递给管外的二回路主给水，使二回路水变成蒸汽，而一回路水流出蒸汽发生器后再由反应堆冷却剂泵重新送到反应堆。如此循环往复，形成一个封闭的吸热和放热的循环过程，构成一个密闭的循环回路，称为一回路冷却剂系统。 蒸汽发生器产生的饱和蒸汽由主蒸汽管道首先送到汽轮机的高压阀组以调节进入高压缸的蒸汽量，从高压阀组出来的蒸汽通过四根环形蒸汽管道进入高压缸膨胀做功，将蒸汽的热能转变为汽轮机转子旋转的机械能。在膨胀过程中，从高压缸前后流道不同的级后抽取部分蒸汽分别送入高压加热系统和辅助蒸汽系统。高压缸的排气一部分送往4号低压加热器用于加热凝结水，大部分通过四根管道排往位于低压缸两侧的四台汽水分离再热器，在这里进行汽水分离，并由新蒸汽对其进行再热。从汽水分离再热器出来的过热蒸汽经四根管道送入四台低压缸内膨胀做功，从四台低压缸前后流道抽取部分蒸汽分别送往3号、2号和1号低
第四章 1.试求边长为,,a b c （包括外推距离)的长方体裸堆的几何曲率和中子通量密度的分布.设有一边长0.5,0.6a b m c m ===（包括外推距离）的长方体裸堆， 0.043,L m =42610m τ-=?。 （1）求达到临界时所必须的k ∞；（2）如果功率为15000, 4.01f kW m -∑=，求中子通量密度分布. 解:长方体的几何中心为原点建立坐标系，则单群稳态扩散方程为: 222222()0a a D k x y z φφφφφ∞???++-∑+∑=???边界条件：(/2,,)(,/2,)(,,/2)0a y z x b z x y c φφφ=== （以下解题过程都不再强调外推距离,可认为所有外边界尺寸已包含了外推距离） 因为三个方向的通量拜年话是相互独立的，利用分离变量法： (,,)()()()x y z X x Y y Z z φ=将方程化为：22221k X Y Z X Y Z L ∞ -???++=- 设：222222,,x y z X Y Z B B B X Y Z ???=-=-=- 想考虑X 方向,利用通解：()cos sin x x X x A B x C B x =+
代入边界条件：1cos()0,1,3.5,...2x nx x a n A B B n B a a ππ=?==?= 同理可得：0(,,)cos()cos()cos()x y z x y z a a a πππφφ= 其中0φ是待定常数。 其几何曲率：22222()()()106.4g B m a b c πππ-=++= (1)应用修正单群理论，临界条件变为：221g k B M ∞-= 其中:2220.00248M L m τ=+= 1.264k ∞?=（2）只须求出通量表达式中的常系数0φ 322200222 2cos()cos()cos()()a b c a b c f f f f f f V P E dV E x dx y dy z dz E abc a b c πππφφφπ---=∑=∑=∑????3 182102() 1.00710f f P m s E abc π φ--?==?∑ 2.设一重水—铀反应堆的堆芯222221.28, 1.810, 1.2010k L m m τ--∞==?=?.试按单群理 论，修正单群理论的临界方程分别求出该芯部的材料曲率和达到临界时候的总的中子不泄露几率。 解:对于单群理论：
反应堆物理习题 1. 水的密度为103kg ／m 3，对能量为0.0253eV 的中子，氢核和氧核的微观吸收截面分别为0.332b 和 2.7×10-4b ，计算水的宏观吸收截面。 2.22*10-2cm -1 2. UO 2的密度为10.42×103kg ／m 3，235U 的富集度ε=3％(重量百分比)。已知在0.0253eV 时， 235U 的微观吸收截面为680.9b ，238U 为2.7b ，氧为2.7×10-4b ，确定UO 2的宏观吸收截面。 0.5414cm -1 3．强度为10 104?中子/厘米2·秒的单能中子束入射到面积为1厘米2，厚0.1厘米的靶上，靶的原子密度为24 0.04810?原子/厘米3，它对该能量中子的总截面（微观）为4.5靶，求（1）总宏观截面（2）每秒有多少个中子与靶作用？ 0.216cm -1 8.64*108 4．用一束强度为1010中子/厘米2·秒的单能中子束轰击一个薄面靶，我们观测一个选定的靶核，平均看来要等多少时间才能看到一个中子与这个靶核发生反应？靶核的总截面是10靶。 1013s 5．能量为1Mev 通量密度为12 510?中子/厘米2·秒中子束射入C 12 薄靶上，靶的面积为0.5厘米2、厚0.05厘米，中子束的横截面积为0.1厘米2，1Mev 中子与C 12 作用的总截面（微观）为2.6靶，问（1）中子与靶核的相互作用率是多少？（2）中子束内一个中子与靶核作用的几率是多少？已知C 12 的密度为1.6克/厘米3。 1.0435*1012cm -3s -1 1.043*10-3cm 2 6．一个中子运动两个平均自由程及1/2个平均自由程而不与介质发生作用的几率分别是多少？ 0x I I e -∑=根据 在2个平均自由程不与介质发生作用的机率为: 220.1353e e λ-∑-== 在1/2个平均自由程不与介质发生作用的机率为: 120.6065e e λ-∑-==
施工测量监理工作流程图 1、控制测量包括： （1）开工前的交桩和接桩； （2）控制网建立，导线点加密，基线的铺设和测量； （3）控制水准点的布设和测量。 2、定位测量包括： （1）测放样路线中桩、路线用地界桩、路堤坡脚桩和控制桩等；（2）测放构造物的轴线点位，桩与柱的中心定位； （3）墩台的中轴线位等。 3、现场放样：包括测放构造物的轴线和轮廓线，路线中线和边线等。 4、工程计算的测量。 5、中间交工和竣工验收测量。 三、测量工作的管理 1、施工单位测量工作的组织。 （1）施工单位必须有一位有经验的测量工程师负责施工的测量放样工作，并有固定的专业测工从事测量工作。 （2）施工单位使用的测量仪器必须定期由国家主管部门进行标定，证明精定合格后，方可使用。 2、监理测量工作的组织 监理组设测量监理工程师一人，工程师助理2人，配置经过标定的测量仪器，负责所管工程范围内全部测量的监理工作。测量监理工程师应巡
视和检查全站测量工作的情况，指导和检查全路线的测量工作。 3、工作关系 施工单位测量组负责施工测量工作的实施，在工作全过程中必须严格按本细则的监理程序执行，全面接受监理组的监理。监理组对本段的测量放样负有全面监理责任，并严格按本细则规定的监理程序实施监理。测量监理工程师应对放样的成果进行复核和签证。 四、监理程序及工作内容 1、交接桩的监理工作程序 （1）由设计单位按图纸到现场交桩和提交桩点坐标，包括导线桩、水准点等。 （2）施工单位接桩后，应在14天内对全路线导线进行复测，复测导线时，必须和相邻施工段的导线闭合经平差计算，测量精度应满足设计要求。 （3）施工单位复测后，认为各桩点坐标高程值符合精度要求，即可书面表示接受并负责保护直至竣工。若有错误桩点的编号和经复测量计算的坐标或高程值报测量监理工程师。 （4）施工单位在复测结束后，应向监理组提交一份桩位复测报告，交测量监理工程师审核，报告应包括： a、全部复测的记录（导线水平角观测记录、测距记录、四等水准测量记录）。 b、坐标、高程平差计算书，及计算结果 （5）监理组审核了复测报告之后，认为测量无误，桩位准确，即可批
施工测量工作管理制度 一、总则 第一条为规范工程测量工作，解决和处理施工过程测量方面的问题，配合并确保施工正常进行。同时，为了明确各方职责，保证测量工作满足施工要求，测量数据准确、可靠，确保满足无砟轨道铺设条件及动车组对线路高稳定性和高平顺性的要求,贯彻”三网合一”的理念，特制定本管理制度。 第二条工程测量工作要认真执行国家的法律、法规，行业的标准、规范以及有关设计方案。 二、机构和职责 第三条组织机构 工区按照两级对工程测量进行管理，在工区总工程师的领导下，工程部负责本标段工程测量管理工作。 工区成立测量工作领导小组。办公室设在工程部，负责本标段工程测量管理领导小组日常工作。 组长： 副组长： 组员：工程部、安质部等部门成员及各架子队长 工程部为归口管理部门 第四条工区工程部主要职责： 1、负责对施工范围内各架子队测量工作进行监督和管理；
2、负责加强从业人员的教育、培训以及持证上岗； 3、参加工区组织的各自管段测量设计交底，复核设计测量方案，点收设计移交的精密控制点，签署交接桩纪要； 4、负责在设计精密控制网基础上根据施工需要加密施工控制点。 （1）加密点的选点要求 加密点应选埋在便于施工放样和保存的地方，应在设计单位的CPI或者CPII控制点间进行加密，两加密点的距离应不短于300米；相邻点之间要求通视，应用GPS测量时，加密点应埋设在开阔地带，并远离高压线、发射塔架以及树木等遮盖物。 （2）加密点的埋设要求 加密点的埋设应参照铁四院《际铁路精密控制测量成果表》中的埋设深度进行埋设。际铁路施工工期较长，为保证控制点长期保存，避免锈蚀，加密点标心应采用不锈钢桩头，十字丝刻划，标石采用混凝土现场浇注，标石面规格为40cm×40cm。埋石应低于地面，四周采用方砖砌保护墙进行围护，建议顶面加盖水泥板进行防护。 （3）加密点命名原则 为防止加密点点名命名重复，在使用时造成混淆，以距离设计单位CPI、CPII点最近的地点名为基础，点名加后缀，如在某个设计控制点附近加密两个点，第一个点名后缀为“-1”，第二个点名后缀为“-2”，依次类推，点名应标识清楚，便于识别和保存。 （4）加密点控制点的施测 加密点应采用导线测量或GPS测量的方法进行施测。采用导线法进行加密测量时，应参照四等导线测量的技术要求进行测量，采用附合导线或者导线网的形式布网；采用GPS测量进行加密时，应参照C
第三章 1.有两束方向相反的平行热中子束射到235U 的薄片上，设其上某点自左面入射的中子束强度为122110cm s --?。自右面入射的中子束强度为1221210cm s --??。计算： （1）该点的中子通量密度； （2）该点的中子流密度； （3）设2119.210a m -∑=?，求该点的吸收率。 解：（1）由定义可知：12 21 310I I cm s φ+ - --=+=? （2）若以向右为正方向：12 21 110J I I cm s + - --=-=-? 可见其方向垂直于薄片表面向左。 （3）2122133119.21031010 5.7610a a R cm s φ---=∑=????=? 2.设在x 处中子密度的分布函数是：0(,,)(1cos )2x aE n n x E e e λμπ -Ω= + 其中：,a λ为常数， μ是Ω与x 轴的夹角。求： （1） 中子总密度()n x ； （2） 与能量相关的中子通量密度(,)x E φ; （3） 中子流密度(,)J x E 。 解：由于此处中子密度只与Ω与x 轴的夹角相关，不妨视μ为视角，定义Ω在Y Z -平面影上与Z 轴的夹角?为方向角，则有： （1） 根据定义： 004()(1cos )2x aE n n x dE e e d λπμπ +∞ -= +Ω?? 20000(1cos )sin 2x aE n dE d e e d ππλ?μμμπ +∞-=+??? 00 (1cos )sin x aE n e e dE d π λ μμμ+∞ -=+? ? 可见，上式可积的前提应保证0a <，则有： 0000()()(sin cos sin )aE x e n x n e d d a π πλ μμμμμ-+∞=?+?? 0002(cos 0)x x n e n e a a λλπ μ--=--?+=- （2）令n m 为中子质量，则2 /2()n E m v v E =?= 04(,)(,)()(,,)2x x E n x E v E n x E d n e e λπ φ-==ΩΩ= （等价性证明：如果不做坐标变换，则依据投影关系可得： cos sin cos μθ?= 则涉及角通量的、关于空间角的积分： 240 (1cos )(1sin cos )sin d d π π μθ?θθ+Ω=+?? 2220 sin cos sin d d d d π πππ ?θθ??θθ= +? ??? 00 2(cos )(2sin cos )404d π π πθπ μμμππ =- +=+=?
第一章—核反应堆的核物理基础 直接相互作用：入射中子直接与靶核内的某个核子碰撞，使其从核里发射出来，而中子却留在了靶核内的核反应。 中子的散射：散射是使中于慢化(即使中子的动能减小)的主要核反应过程。 非弹性散射：中子首先被靶核吸收而形成处于激发态的复合核，然后靶核通过放出中子并发射γ射线而返回基态。 弹性散射：分为共振弹性散射和势散射。 111001 100[]A A A Z Z Z A A Z Z X n X X n X n X n +*+→→++→+ 微观截面：一个粒子入射到单位面积内只含一个靶核的靶子上所发生的反应概率，或表示一个入射粒子同单位面积靶上一个靶核发生反应的概率。 宏观截面：表征一个中子与单位体积内原子核发生核反应的平均概率大小的一种度量。也是一个中子穿行单位距离与核发生相互作用的概率大小的一种度量。 平均自由程：中子在介质中运动时，与原子核连续两次相互作用之间穿行的平均距离叫作平均自由程。 核反应率：每秒每单位体积内的中子与介质原子核发生作用的总次数(统计平均值)。 中子通量密度：某点处中子密度与相应的中子速度的乘积，表示单位体积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和。 多普勒效应：由于靶核的热运动随温度的增加而增加，所以这时共振峰的宽度将随着温度的上升而增加，同时峰值也逐渐减小，这种现象称为多普勒效应或多普勒展宽。 瞬发中子和缓发中子：裂变中，99％以上的中子是在裂变的瞬间(约10-14s)发射出来的，把这些中子叫瞬发中子；裂变中子中，还有小于1％的中子是在裂变碎片衰变过程中发射出来的，把这些中子叫缓发中子。 第二章—中子慢化和慢化能谱 慢化时间：裂变中子能量由裂变能慢化到热能所需要的平均时间。 扩散时间：无限介质内热中子在自产生至被俘获以前所经过的平均时间。 平均寿命：在反应堆动力学计算中往往需要用到快中子自裂变产生到慢化成为热中子，直至最后被俘获的平均时间，称为中子的平均寿命。 慢化密度：在r 处每秒每单位体积内慢化到能量E 以下的中子数。 分界能或缝合能：通常把某个分界能量E c 以下的中子称为热中子，E c 称为分界能或缝合能。 第三章—中子扩散理论 中子角密度：在r 处单位体积内和能量为E 的单位能量间隔内，运动方向为Ω的单位立体角内的中子数目。 慢化长度：中子从慢化成为热中子处到被吸收为止在介质中运动所穿行的直线距离。 徙动长度：快中子从源点产生到变为热中子而被吸收时所穿行的直线距离为r M 。 第四章—均匀反应堆的临界理论 反射层的作用： 1. 减少芯部中子泄漏，从而使得芯部的临界尺寸要比无反射层时的小，节省一部分燃料；
核电站提供了世界上大约17%的电能。一些国家或地区对核电的依赖要比其他发电方式更高。例如，根据国际原子能机构提供的数据，在法国，大约75%的电是由核电站生产的。在美国，核电站共提供了大约15%的电能，但各州利用核电的情况并不统一。全世界共有超过400座核电站，而其中有超过100座在美国。 您了解核电站的工作原理以及核能的安全性吗？在这篇文章中，我们将为您介绍核反应堆和核电站的工作原理，并带您了解核裂变的原理以及核反应堆的内部情况。 铀是地球上一种相当普通的元素，在地球形成时就存在于这个行星中了。铀原本是在恒星中形成的。年老的恒星爆炸，其尘埃聚集起来形成了地球。铀-238 (U-238) 有一个非常长的半衰期（大于45亿年），因此现在它们仍然大量存在。铀-238占地球上所有铀的99%，铀-235 约占0.7%。铀-234是由铀-238衰变形成的，它更加稀少。（铀-238经过很多阶段的阿尔法和贝塔衰变才能转变为稳定的铅同位素，而铀-234是这条反应链上的一环。） 铀-235有一个奇特的特性让它既可以用于核能发电也可以用于制造核弹。铀-235和铀-238一样都是通过辐射阿尔法射线的方式衰变。铀-235同时也在一小部分时间中进行着自发裂变。然而，铀-235是少数能够发生诱发裂变的物质之一。如果一个自由中子撞击铀-235的原子核，它的原子核将会立即吸收这个中子而变得不稳定，并马上分解。请查看核辐射揭秘以了解全部细节。 核裂变 下面的动画演示了一个中子从上部接近铀-235的原子核。一旦原子核捕捉到中子，它马上分解为两个轻一些的原子，同时释放出两个或三个新的中子（中子的个数取决于铀-235原子分解的方式）。两个新的原子释放出伽马射线并稳定到新的状态。有三件事情让这个诱发裂变过程变得有趣： 铀-235原子捕捉一个正在穿过的中子的概率非常高。在正常工作的核反应堆中（称为临界状态），每次裂变释放出的中子都会导致另一次裂变的发生。 捕捉中子并发生分解的过程非常迅速，单位为皮秒（即1x10-12秒）。 当单个原子分解时，会有巨大的能量通过热和伽马辐射的形式释放出来。裂变生成的两个原子也能够释放贝塔和伽马射线。单个裂变反应之所以能释放出能量，是因为裂变产物和中子加在一起的质量比原来的铀-235原子的质量要小。方程E=mc2决定了质量差异转化为能量的比率。 单位约为200MeV（百万电子伏特）的能量被铀-235原子通过衰变释放出来（下面的公式将这些量转化为我们常见的单位，1eV=1.602x10-12尔格，1x107尔格=1焦耳，1焦耳=1瓦秒，而1BTU（热量单位）=1055焦耳）。这些可能看上去不是很多，但是一斤铀中有大量的铀原子。事实上，一斤高浓铀被用于为核潜艇或者核动力航母提供能量，这约等于380万升汽油能提供的能量。如果考虑到一斤铀的尺寸比一个棒球还小，而380万升的汽油却能够装满边长为15米（有五层楼高）的立方体，您就能对铀-235 所蕴含的能量有个概念了。 为使铀-235的这些特性得到发挥，铀样品必须得到浓缩，这样它就含有2-3% 或者更高浓度的铀-235。3%的浓度足够用于核电站。武器中的铀含有90%或更多的铀-235。 核电站内部 建造一个核反应堆需要浓度低一些的铀。通常，铀被制作成直径相当于10美分硬币左右，长度为2.5厘米左右的燃料元件。燃料元件被安装到长燃料棒中，燃料棒被进一步组装成燃料组件。燃料组件通常被浸泡在压力容器中。容器中的水起冷却作用。为使反应堆工作，浸泡在水中的燃料组件必须处于稍微超临界的状态。这意味着，如果没有其他设备，铀最终将会过热并熔化。 为防止这种情况出现，由吸收中子的材料制成的控制棒通过升降装置插入到燃料组件中。操作员通过升降控制棒来控制核反应的程度。当操作员希望铀堆芯产生更多的热量时，可将控